简介：中核集团科技与国际合作部于2005年3月30日-31日在北京召开核工业铀化合物成分分析能力验证通报会(以下简称“能力验证”)。参加会议的有核燃料部、铀业公司主管计量的领导及有关单位和所有参加”能力验

简介：为弄清核电厂蒸汽发生器二次侧的流动和传热特性机理,以确保蒸汽发生器的稳定性,文章采用数值软件根据蒸汽发生器的结构特点和运行模式进行简化建模,利用相似原理,使用相变模块模拟了蒸汽发生器的二次侧汽液两相流的流场分布情况。研究了相同结构下不同给水比例对二次侧流场分布的影响,尤其是对空泡份额分布特性的影响。研究发现,不同的给水工况对直管段的空泡份额分布和流体流速分布都有明显的影响,但对传热管上部区域的空泡份额和速度分布的影响不大。

简介：主磁铁是串列加速器升级工程100MeV回旋加速器的关键系统,属大型、重型、高精度设备,研制难度大,对质量控制提出了较高要求.论文对主磁铁的技术难点及关键质量影响因素进行了详细地分析、提出了质量控制的对策,对实施情况进行了介绍.

简介：主蒸汽超级管道是核电厂的重要核级设备,申请此类设备的厂家需完成模拟件的试制工作,但目前在国家核安全局发布的《民用核安全机械设备模拟件制作实施细则》中并没有针对主蒸汽超级管道模拟件的试制提出具体的要求.简要介绍了二代改进型核电厂主蒸汽超级管道的技术要求,并结合许可证的审查实践、对模拟件的型式选择、质量管理要求及在制作过程中工艺控制、检验和试验控制等方面给出了一些基本要求,可为主蒸汽超级管道制造许可证申请者及技术审查人员提供参考.

简介：介绍了国内外处理严重损伤螺栓孔修复的技术概况，结合国内处理反应堆压力容器主螺栓孔不符合项的核安全审查，给出了核安全审查中应关注的方面以及力学评价存在的问题，以期望对后续的核安全审查有借鉴意义。

简介：日本福岛核事故后,各国政府对核电厂的安全更加重视了.提高核电厂安全要求非常重要,予以实现更加重要.毫无疑问,为安全所采取的新措施必须满足标准要求,并被世界公认和各国共同采用后,才会被核电厂接受和推行.本文的建议符合此原则并在文中说明了原因和根据.

简介：介绍了秦山第二核电厂发生全厂断电引发的严重事故的初步分析。

简介：北京同步辐射装置（Beijingsynchrotronradiationfacility,BSRF)3B1B生物光谱实验站已经投入运行，该站的主要工作是测量样品的圆二色性。本文介绍该站为获取稳定的圆二色信号所做的工作。

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简介：核电厂双机组共用问题是在日本福岛核事故后的重要经验反馈.而双机组同时发生全厂断电事故是国内二代改进型（M310）核电厂面临的重要共性问题之一.本文对M310型核电厂在发生全厂断电事故后的处理策略和用水压试验泵应对全厂断电事故的能力进行了分析,并对水压试验泵应对双机组同时发生全厂断电事故时存在的问题及可行的解决方案进行了讨论.

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简介：应用扩展X射线精细结构（EXAFS）技术研究了化学改性MnO2中锰及铋的结构形态。结果表明：掺杂元素铋进入MnO2的晶格，增大MnO2的不同壳层配位无定形。在MnO2-电子放电还原过程中，铋的氧化态保持稳定，MnO2没有发生结构重排。

简介：本文考察了正硅酸乙酯(TEOS)在碱性催化条件下通过水解和缩聚而制得的二氧化硅胶体的小角X射线散射(SAXS)特征，通过散射数据对Porod负偏离的分析和校正，测定了胶体粒子的几何结构，包括胶团尺度分布、胶核尺度分布及平均界面层厚度，这有助于认识胶体的物理化学特征。

简介：

简介：岭澳核电厂3、4号机组作为刚投入运行的新建核电厂，在装料运行后一年内发生了20起运行事件。本文通过对发生的运行事件进行归纳总结，发现事件的原因主要是在以下3个方面：调试与运行衔接、数字化控制系统（DCS）和人因管理。针对这些事件和原因分析提出了一些经验反馈建议，可供同类核电厂进行参考。

简介：本文介绍了核电厂电气二次系统技术的发展趋势及其面，临的网络安全威胁问题；分析了国家能源局对核电厂电气二次系统安全防护部署的强制性技术监管要求；通过解析核电厂电气二次系统的设备现状，研究出一种可实际部署在核电厂的电气二次系统的信息安全监管平台方案，并进一步探讨了该方案的后续发展趋势。

简介：本文简要介绍了上海站现场监督员在对秦山第二核电厂进行日常监督中，为了加强对应急柴油发电机组监督，进行系统专项检查的实践情况。

简介：秦山第二核电厂堆芯功率分布测量试验使用堆芯仪表系统（RIC系统）的4个移动微型裂变电离室入堆进行测量。由于制造公差以及探测器辐照历史不同等原因,4个微型裂变电离室的探测效率各不相同。为计算探测器之间探测效率的校刻因子,一般使用参考通道校刻法和交叉通道互校法。本文给出了几种校刻因子计算方法,并将所计算的校刻因子结果与法国CARIN程序校刻因子的计算结果进行了比对。

简介：2017年10月26日，第二届RCC-MRx中国专业用户组会议在北京召开。此次RCC-MRx中国用户组会议是与AFCEN协商后，根据AFCEN秘书处的安排与RCC其他中国用户组共同举办的。RCC-MR标准（核装置机械部件设计和建造规则）是由法国核岛设备设计和建造规则协会（以下简称AFCEN）编制和出版的技术规范，规定了高温条件下使用部件的设计、材料、制造、检验等技术要求（RCC-MRx为RCC-MR的升级版）。

简介：1.8概率论安全评价方法及今后对安全评价的展望(1)概率论安全评价方法的用途及研究课题目前的安全评价做法是:假设某一设计基准事件(DBE),如果发生了该事件,评价核电站的行为,然后跟判断准则相比较,以判断该核电站是否符合要求,是否安全。这种评价方法是以确定论的方式假定具有安全功能机器设备起作用或不起作用来评价核电站的安全性,对于不起作用的机器设备,依据这些系统及机器设备的不同功能,假设一“单一故障”,不再假设其它的因素。